KR100698732B1 - 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 원자로 내부 구조물의 치수 증가 시에도 기존 부착물 제작 코드의 적용 범위와 무관하게 기기의 건전성을 평가할 수 있도록 한 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법에 관한 것으로, 운용자의 입력 정보를 전달하는 입력부(11)와, 상기 입력부(11)의 전달된 정보에 따라 모델을 구성하는 모델 구성부(12)와, 상기 모델 구성부(12)의 구성된 모델에 대해 응력을 계산하는 응력 계산부(13)와, 상기 응력 계산부(13)의 계산된 응력을 해석하는 응력 해석부(14)를 구비한 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 시스템에 있어서, 상기 모델 구성부(12)가 상기 입력부(11)를 통해 전달되는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보에 따라 핵연료 지지용기 스너버, 핵연료 지지용기 쉘 및 핵연료 지지용기 플랜지를 포함하는 모델을 구성하는 과정과; 상기 응력 계산부(13)가 제작 시방서 상에 주어진 스너버의 반경 방향 및 접선 방향의 내진 및 배관파단 하중을 상기 모델 구성부(12)에서 구성된 모델의 스너버의 안쪽면에 적용시켜 주며, 상기 스너버 주위의 응력 분포가 국부적으로 발생하고 인접한 스너버들의 경우에 한 개의 스너버에만 적용시켜 준 다음에, 상기 스너버의 소정의 위치에서의 단면에 대하여 높이 방향으로 각각 소정 개수의 섹션을 나누어 각각의 위치에서 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 산출하여, 그 중에서 가장 큰 값을 선택하는 과정과; 상기 응력 해석부(14)가 상기 응력 계산부(13)에서 선택한 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 정상 운전 조건 시에서의 지진 및 배관파단 하중으로 인한 응력 값과 조합한 후에, 해당 조합한 응력 값을 기 설정된 스너버의 제작 허용 응력 값과 비교하여 구조적인 건전성을 평가하는 과정을 포함하여 이루어진 것을 특징으로 함으로써, 기존 부착물 제작의 적용 범위를 벗어나는 기기에 대해서도 제작을 수행할 수 있고 그 제작에 대한 건전성을 평가할 수 있다.
Description
도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버(Snubber)를 제작하기 위한 구성을 나타낸 블록도.
도 2는 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법을 나타낸 순서도.
도 3은 도 2에 있어 핵연료 지지용기 쉘(Shell)과 플랜지(Flange)를 나타낸 예시도.
도 4는 도 2에 있어 핵연료 지지용기 쉘과 스너버를 나타낸 예시도.
도 5는 도 2에 있어 제작 변경을 나타낸 예시도.
도 6은 도 2에 있어 적용 하중에 대한 응력 계산을 위한 단면의 예를 나타낸 도면.
* 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 *
11 : 입력부 12 : 모델 구성부
13 : 응력 계산부 14 : 응력 해석부
본 발명은 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법에 관한 것으로, 특히 원자로 내부 구조물의 치수 증가 시에도 기존 부착물 제작 코드의 적용 범위와 무관하게 기기의 건전성을 평가할 수 있도록 한 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 원자로 내부 구조물(Reactor Vessel Internal; RVI)의 핵연료 지지용기(Core Support Barrel; CSB) 스너버의 제작은 현재까지 웨스팅하우스사(Westinghouse; WEC)로부터 도입된 기술로써, 'WRC-107'을 이용하여 수행되어 왔으며, 제한 조건에 알맞은 경우에만 적용이 가능하였다.
상기 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버의 제작은 보통 'WRC-107' 계산 방식에 의한 수 계산으로 수행하여 왔으며, 주로 하중의 크기와 구조물의 크기에 따라 적용 가능성 여부를 제한하여 왔었다. 그런데, 기존의 원자로에 비해 용량이 격상되어 구조물의 치수가 증가되거나 하중이 매우 높아지는 경우에 상술한 종래의 기술을 사용하여 건전성을 평가하기에는 어려움이 있었다.
다시 말해서, 종래의 원자로 및 원자로 내부 구조물 등 쉘 구조물의 부착물에 대한 제작 시에는 주로 'WRC-107' 계산 방식에 의한 수 계산으로 수행함으로써 주로 하중의 크기와 구조물의 크기에 따라 적용 가능성 여부가 제한받았으며, 상술한 제한 조건을 벗어나는 조건에 대해서는 그 구조물의 건전성을 평가할 수 없는 문제점이 있었다.
그리고, 표준형 상용로에 비해 출력이 상대적으로 증가하는 경우에(예를 들어, 1400(Mwe)으로 증가하는 경우에), 원자로 내부 구조물의 치수들이 크게 증가하게 되는데, 이때 상술한 바와 같은 종래 기술(즉, 'WRC-107')을 이용한 핵연료 지지용기 응력 계산은, 제작에 적용되는 팩터(Factor)들이 선택 범위 밖에 있기 때문에 계산상의 오류가 발생할 수 있다.
이에 따라, 기존 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버의 제작 시에 과도한 지진 하중(예를 들어, 지진 하중 0.3g)과 제작 치수 증가 등으로 인하여, 기존의 제작 방법(즉, 'WRC-107')의 적용 범위를 벗어나는 경우, 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버에 새로운 제작 방법의 적용을 통하여 쉘 응력 계산상의 문제점을 해결함으로써, 제작 마진을 확보하고 핵연료 지지용기 스너버의 최종 제작 형상을 확정할 필요성이 있다고 할 수 있다.
전술한 바와 같은 문제점 내지는 필요성을 해결하기 위한 것으로, 본 발명은 원자로 내부 구조물의 치수 및 하중이 증가하여 기존 부착물 제작 코드(즉, 'WRC-107')의 적용 범위를 벗어나는 경우에도 기기의 건전성을 평가할 수 있도록 한 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법을 제공하는데, 그 목적이 있다.
또한, 본 발명은 원자로 내부 구조물의 치수 및 하중 증가 시에도 기존 부착물 제작 코드(즉, 'WRC-107')의 적용 범위와 무관하게 다른 쉘 구조의 기기 부착물에 대한 제작을 수행하고 그 기기의 건전성을 평가할 수 있도록 하는데, 그 목적이 있다.
상술한 바와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법은, 운용자의 입력 정보를 전달하는 입력부(11)와, 상기 입력부(11)의 전달된 정보에 따라 모델을 구성하는 모델 구성부(12)와, 상기 모델 구성부(12)의 구성된 모델에 대해 응력을 계산하는 응력 계산부(13)와, 상기 응력 계산부의 계산된 응력을 해석하는 응력 해석부(14)를 구비한 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 시스템에 있어서, 상기 모델 구성부(12)가 상기 입력부(11)를 통해 전달되는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보에 따라 핵연료 지지용기 스너버, 핵연료 지지용기 쉘 및 핵연료 지지용기 플랜지를 포함하는 모델을 구성하는 과정과; 상기 응력 계산부(13)가 제작 시방서 상에 주어진 스너버의 반경 방향 및 접선 방향의 내진 및 배관파단 하중을 상기 구성된 모델의 스너버의 안쪽면에 적용시켜 주며, 상기 스너버 주위의 응력 분포가 국부적으로 발생하고 인접한 스너버들의 경우에 한 개의 스너버에만 적용시켜 준 다음에, 상기 스너버의 소정의 위치에서의 단면에 대하여 높이 방향으로 각각 소정 개수의 섹션을 나누어 각각의 위치에서 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 산출하여, 그 중에서 가장 큰 값을 선택하는 과정과; 상기 응력 해석부(14)가 상기 응력 계산부(13)에서 선택한 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 정상 운전 조건 시에서의 지진 및 배관파단 하중으로 인한 응력 값과 조합한 후에, 해당 조합한 응력 값을 기 설정된 스너버의 제작 허용 응력 값과 비교하여 구조적인 건전성을 평가하는 과정을 포함하여 이루어진 것을 특징으로 한다.
삭제
바람직하게는, 본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법은, 상기 응력 계산부(13)가 상기 내진 및 배관파단 하중을 적용시켜 줄 때에, 상기 반경 방향의 내진 및 배관파단 하중 적용 시에는, 상기 핵연료 지지용기 실린더의 바깥쪽과 안쪽으로 작용하는 경우를 모두 고려하고 전체 하중을 상기 스너버의 접촉 부분의 노드 개수로 나눈 하중을 각 노드에 적용하며, 상기 접선 방향의 내진 및 배관파단 하중 적용 시에는, 상기 스너버의 접촉면에 작용하는 압력으로 환산한 후에 적용하도록 하는 과정을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 한다.
삭제
본 발명은 핵연료 지지용기 스너버 및 핵연료 지지용기 쉘을 포함하는 유한요소 모델을 구성하며, APDL(ANSYS Parametric Design Language)을 이용한 지진 및 배관파단 하중 적용, 그리고 응력 계산을 수행하며, 매스캐드(MathCAD)를 이용한 기기의 건전성을 평가함으로써, 기존의 원자로에 비해 용량이 격상되어 구조물의 치수가 증가되는 경우에 기존의 적용 범위와 무관하게 다른 쉘 구조의 기기 부착물에 대한 제작을 수행할 수 있도록 하는데, 즉 기존 적용 범위를 벗어나는 기기에 대해서도 보다 효율적인 제작을 수행할 수 있도록 한다. 이하, 본 발명의 실시 예를 첨부한 도면을 참조하여 상세하게 설명하면 다음과 같다.
본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버를 제작하기 위한 구성은, 도 1에 도시된 바와 같이, 입력부(11)와, 모델 구성부(12)와, 응력 계산부(13)와, 응력 해석부(14)를 포함하여 이루어진다.
상기 입력부(11)는 운용자가 핵연료 지지용기 스너버의 제작을 위한 정보(즉, 핵연료 지지용기 스너버, 쉘 및 플랜지에 관련된 정보)를 입력하는 경우에 해당 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보를 상기 모델 구성부(12)로 인가한다.
상기 모델 구성부(12)는 상기 입력부(11)를 통해 입력되어지는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보에 따라 핵연료 지지용기 스너버, 핵연료 지지용기 쉘 및 핵연료 지지용기 플랜지를 포함하는 모델을 구성한다.
상기 응력 계산부(13)는 상기 모델 구성부(12)에서 구성시킨 모델에 대해서 APDL의 하중 적용용 응용 프로그램을 이용하여 지진 및 배관파단 하중을 적용시켜 응력 계산을 수행하여 그 결과를 상기 응력 해석부(14)에 인가한다. 또한, 상기 응력 계산부(13)는 지진 및 배관파단 하중 적용 시에 제작 시방서 상에 주어진 스너버의 반경 방향 및 접선 방향의 하중을 상기 모델 구성부(12)에서 삼차원으로 모델링된 스너버의 안쪽면에 작용하도록 하며, 스너버 주위의 응력 분포가 국부적으로 발생하고 인접한 스너버 간에는 서로 큰 영향을 주지 않기 때문에 한 개의 스너버에만 하중을 작용하도록 한다. 또한, 상기 응력 계산부(13)는 응력 계산 시에 소정의 위치(예를 들어, 4 곳)에서의 단면(CUT A ~ CUT D)에 대하여 높이 방향으로 각각 소정 개수(예를 들어, 11 개)의 섹션(즉, 총 44개의 단면)을 나누어 각각의 위치에서 상기 핵연료 지지용기 실린더의 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 산출한 후에, 기기의 건전성 평가를 위해서 그 중에서 가장 큰 값을 선택한다.
상기 응력 해석부(14)는 상기 응력 계산부(13)에서 수행한 응력 계산을 토대로 매스캐드의 응력 해석용 응용 프로그램을 이용하여 상기 스너버의 내진 및 배관파단 하중으로 인한 응력을 해석하여 기기의 건전성을 평가한 후에, 그 결과를 운용자가 볼 수 있도록 한다. 또한, 상기 응력 해석부(14)는 상기 응력 계산부(13)에서 계산된 응력 해석 시에 개선된 제작에 대해서 상기 응력 계산부(13)에서 산출된 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 값과, 이미 계산된 정상 운전 조건 시의 지진 및 배관파단 하중으로 인한 응력 값을 조합한 후에, 해당 조합한 응력 값을 상기 스너버의 기 설정된 ASME 코드 제작 허용 응력 값과 비교하여 구조적인 건전성을 평가한다.
본 발명의 실시 예에 따른 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법을 도 2의 순서도를 참고하여 설명하면 다음과 같다.
우선, 운용자가 핵연료 지지용기 스너버의 제작을 위한 정보(즉, 핵연료 지지용기 스너버, 쉘 및 플랜지에 관련된 정보)를 입력하게 되면(단계 S21), 입력부(11)에서는 운용자에 의해 입력되어지는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보를 모델 구성부(12)로 인가하게 된다.
이에, 상기 모델 구성부(12)에서는 상기 입력부(11)를 통해 입력되어지는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보에 따라 핵연료 지지용기 스너버, 핵연료 지지용기 쉘 및 핵연료 지지용기 플랜지를 포함하는 모델을 구성하도록 하는데(단계 S22), 이때 해당 핵연료 지지용기 스너버의 제작을 위해서 사용되어지는 모델은, 핵연료 지지용기 쉘, 스너버 및 로우어 플랜지(Lower Flange)로 구성되어진 1/2 유한요소 모델로써 구현시켜 주게 된다.
예를 들어, 상기 핵연료 지지용기 쉘과 플랜지를 나타내면 도 3과 같으며, 상기 핵연료 지지용기 쉘과 스너버를 나타내면 도 4와 같다. 또한, 제작 변경을 예로 살펴보면, 도 5에 도시된 바와 같이, 상기 핵연료 지지용기 스너버 사이의 쉘을 1인치 용접(51)으로 빌드-업(Build-up)하고 굽힘 길이(Bending Length)를 크게 하기 위하여 상기 핵연료 지지용기 스너버의 바깥쪽 측면을 소정의 각도(예를 들어, 45도)로 약간의 빌드-업을 보강하는 보강 부분(52)이 있도록 제작한다.
상기 핵연료 지지용기 스너버에 지진 및 배관파단 하중이 작용할 경우에, 0도 및 180도 위치에 있는 스너버가 부딪힐 때에 가장 큰 접선 반력이 발생하므로, 플랜지와 한 개의 스너버를 포함한 1/2 대칭 모델을 이용하도록 하며, 또한'ANSYS'의 'SOLID45' 요소(Element)로 묘사해 주게 된다.
그리고, 경계 조건으로는 대칭 경계 부분에 대칭 구속 조건을 부여하며, 또한 충분히 하중의 영향 밖에 있는 모델의 상부면과 하부 노심지지 구조물(Lower Support Structure; LSS)에 용접된 하부 플랜지 부분을 고정시켜 주도록 한다.
그런 후에, 응력 계산부(13)에서는 상기 모델 구성부(12)에서 구성시킨 모델에 대해서 APDL의 하중 적용용 응용 프로그램을 이용하여 지진 및 배관파단 하중을 적용시켜 응력 계산을 수행하도록 한다(단계 S23).
이 때, 강화된 내진 하중과 핵연료 지지용기로부터 계산된 팩터들이 기존 부착물 제작 코드(즉, 'WRC-107')의 적용 범위 밖에 있기 때문에, 상기 지진 및 배관파단 하중을 제작 시방서 상에 주어진 스너버의 반경 방향 및 접선 방향으로 상기 모델 구성부(12)에서 삼차원으로 모델링된 스너버의 안쪽면에 작용하도록 하며, 해당 스너버 주위의 응력 분포가 국부적으로 발생하고 인접한 스너버 간에는 서로 큰 영향을 주지 않기 때문에 한 개의 스너버에만 상기 지진 및 배관파단 하중을 작용하도록 해 준다.
보다 상세히 설명하면, 해당 반경 방향 하중은 상기 핵연료 지지용기 실린더(Cylinder)의 바깥쪽('+' 방향)과 안쪽('-' 방향)으로 작용하는 경우를 모두 고려하도록 하며, 전체 하중을 상기 스너버의 접촉 부분의 노드(Node) 개수로 나눈 하중을 각 노드에 적용하도록 하며, 해당 접선 방향 하중은 부분적인 집중 하중을 피하도록 하기 위해서 상기 스너버의 접촉면에 작용하는 압력으로 환산한 후에 적용하도록 한다. 또한, 지진 및 배관파단 하중의 두 방향에 대한 하중은 동시에 고려되도록 하며, 두 가지 반경 방향 하중 적용은 별도의 하중 적용 단계(Load Step)로 분리시켜 해석하도록 해 준다.
그리고, 상기 응력 계산 수행 방법을 살펴보면, 상기 반경 방향 하중은 '-' 방향 및 '+' 방향에 대하여 상기 스너버의 안쪽과 바깥쪽에 최대 응력 강도가 존재할 수 있기 때문에 도 6에 도시된 바와 같이, 상기 스너버의 소정의 위치(예를 들어, 4 곳)에서의 단면(CUT A ~ CUT D)에 대하여 높이 방향으로 각각 소정 개수(예를 들어, 11 개)의 섹션(즉, 총 44개의 단면)을 나누어 각각의 위치에서 상기 핵연료 지지용기 실린더의 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 산출하도록 하며, 기기의 건전성 평가를 위해서 그 중에서 가장 큰 값을 선택하도록 한다.
그런 다음에, 응력 해석부(14)는 상기 응력 계산부(13)에서 계산된 응력 값과 이미 수행해 둔 정상 운전 시의 하중으로 인한 응력 값을 조합한 후에, 해당 조합된 응력 값을 제작 레벨 디(Design Level D) 조건의 허용 응력 값과 비교하도록 한다(단계 S24). 또한, 해당 기기의 건전성을 평가하여 그 결과를 운용자에게 알려 주도록 한다.
그리고, 상기 기기 건전성 평가는, 여러 가지의 제작(안)에 대하여 각각 수행되도록 한다. 또한, 도 5에 도시된 바와 같이, 예비 제작(안) 단계에서 나타나는 기기의 건전성에 있어서의 부족한 점을 해결하기 위하여, 상기 스너버 사이의 쉘을 소정 크기(예를 들어, 1인치)의 용접으로 빌드-업하고 굽힘 길이를 크게 하기 위하여 상기 스너버의 바깥쪽 측면을 소정의 각도(예를 들어, 45도)로 빌드-업으로 보강한 제작 개선에 대하여, 응력 해석에서 계산된 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 값과, 이전에 이미 계산해 된 정상 운전 조건 시의 하중(예를 들어, 펌프 맥동 하중, 유체 난류 하중, 무게(Weight), 압력 등)으로 인한 응력 값을 조합한 후에, 해당 조합한 응력 값을 상기 스너버의 ASME 코드 상의 제작 허용 응력 값(예를 들어, 재질이 SA182, F304의 스너버를 사용할 경우에 막응력은 34.99(ksi)이고 막응력과 굽힘응력의 합은 52.49(ksi)인 것)과 비교하여 구조적인 건전성을 평가하도록 한다. 이때, 변경된 제작은 충분한 제작 마진을 가지는 것으로 평가되어야 한다.
이상과 같이, 종래 기술에서는 원자로 내부 구조물의 스너버와 같은 원통 쉘 구조물의 부착물 제작 시에 사용하던 적용 코드(즉, 'WRC-107')의 사용 범위가 제한적이었으나, 본 발명에 의해 구조물의 치수 및 하중 증가로 인한 제약 조건에 무관하게 부착물 제작에 적용할 수 있으며, 다른 쉘 구조물의 부착물 제작에도 활용할 수 있을 뿐만 아니라, 그 건전성을 평가할 수 있다.
Claims (4)
- 운용자의 입력 정보를 전달하는 입력부(11)와, 상기 입력부(11)의 전달된 정보에 따라 모델을 구성하는 모델 구성부(12)와, 상기 모델 구성부(12)의 구성된 모델에 대해 응력을 계산하는 응력 계산부(13)와, 상기 응력 계산부(13)의 계산된 응력을 해석하는 응력 해석부(14)를 구비한 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 시스템에 있어서,상기 모델 구성부(12)가 상기 입력부(11)를 통해 전달되는 핵연료 지지용기 스너버 제작용 정보에 따라 핵연료 지지용기 스너버, 핵연료 지지용기 쉘 및 핵연료 지지용기 플랜지를 포함하는 모델을 구성하는 과정과;상기 응력 계산부(13)가 제작 시방서 상에 주어진 스너버의 반경 방향 및 접선 방향의 내진 및 배관파단 하중을 상기 모델 구성부(12)에서 구성된 모델의 스너버의 안쪽면에 적용시켜 주며, 상기 스너버 주위의 응력 분포가 국부적으로 발생하고 인접한 스너버들의 경우에 한 개의 스너버에만 적용시켜 준 다음에, 상기 스너버의 소정의 위치에서의 단면에 대하여 높이 방향으로 각각 소정 개수의 섹션을 나누어 각각의 위치에서 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 산출하여, 그 중에서 가장 큰 값을 선택하는 과정과;상기 응력 해석부(14)가 상기 응력 계산부(13)에서 선택한 막응력 및 막응력과 굽힘응력의 합에 대한 응력 강도를 정상 운전 조건 시에서의 지진 및 배관파단 하중으로 인한 응력 값과 조합한 후에, 해당 조합한 응력 값을 기 설정된 스너버의 제작 허용 응력 값과 비교하여 구조적인 건전성을 평가하는 과정을 포함하여 이루어진 것을 특징으로 하는 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법.
- 삭제
- 제1항에 있어서,상기 응력 계산부(13)가 상기 내진 및 배관파단 하중을 적용시켜 줄 때에, 상기 반경 방향의 내진 및 배관파단 하중 적용 시에는, 상기 핵연료 지지용기 실린더의 바깥쪽과 안쪽으로 작용하는 경우를 모두 고려하고 전체 하중을 상기 스너버의 접촉 부분의 노드 개수로 나눈 하중을 각 노드에 적용하며, 상기 접선 방향의 내진 및 배관파단 하중 적용 시에는, 상기 스너버의 접촉면에 작용하는 압력으로 환산한 후에 적용하도록 하는 과정을 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 하는 원자로 내부 구조물의 핵연료 지지용기 스너버 제작 방법.
- 삭제
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